安全生产_专设安全设施培训

专设安全设施 反应堆的安全性 只取决于内在负反应性系数 多普勒效应 控制棒借助重力落入堆芯等自然科学法则的安全性 自然的安全性 非能动的安全性 能动的安全性 后备的安全性 惯性原理 如泵惰转 重力法则 如位差 热传递法则 必须依靠能动设备 有源设备 由冗余系统的可靠度或阻止放射性物质逸出的多道屏障提供的安全性保护 当反应堆出现异常工况时 不依靠人为操作或外部设备的强制性干预 只是由堆的自然安全性和非能动的安全性 控制反应性或移出堆芯热量 使反应堆趋于正常运行和安全停闭 核安全三要素 在所有情况下 正常运行或反应堆停闭状态故障工况或事故状态 Control Cool Contain 根据核安全三要素的要求 在核电站的设计中确定了一系列的安全功能 实现了这些安全功能就能满足安全要求 专设安全设施的设计就是实现这些安全功能的重要手段 这些设施在配置上应用了纵深防御的概念 三道屏障 并相应规定了安全限值 专设安全设施是指这样一些系统 在事故发生以后 确保反应堆紧急停闭 堆芯余热的排出和安全壳的完整性 以便限制事故的发展和减轻事故的后果 专设安全设施 专设安全设施设计准则 1 专设安全设施设计准则 2 专设安全设施主要包括 安全注射系统 安全壳 安全壳喷淋系统 安全壳隔离系统 蒸汽发生器辅助给水系统等 一 安全注入系统 RIS 安全注射系统又称作紧急堆芯冷却系统 问题 1 安全注射系统包括哪几个子系统 2 各子系统分别在何种情况下启动 3 安全注入箱中充N2的目的 系统组成 主要功能 压水堆核电厂安全注入系统 反应堆 蒸汽发生器 热管段 冷管段 冷却剂泵 氮气 换料水箱 高压安全注入泵 低压安全注入泵 硼注入箱 当主系统因发生破损事故 压力降至一定值 如11 9MPa 或蒸汽管道大破裂事故时 高压安全注射泵自动启动 将换料水箱内2400mg kg左右的含硼水注入堆芯 防止反应堆重新临界和注入冷水以冷却和淹没堆芯 用于压水堆冷却剂系统的小泄漏事故 主要目的 维持冷却剂系统压力稍低于正常的值 使反应堆正常停闭 1 高压安注系统 直接循环与再循环 2 蓄压箱注入系统 中压安注系统 一回路管道发生破裂 压力急剧下降的情况下 蓄压注射管系在最短的时间内淹没堆芯以避免燃料元件的熔化 每一个管路有一个安全注入箱 又称蓄压箱 一只电动隔离阀和两只串联的逆止阀 蓄压注入动作是完全自动的 当堆芯冷却剂压力迅速降低到低于安全注入箱内氮气压力 4 2MPa 时 硼水就顶开逆止阀从一回路冷管段注入堆内 蓄压箱 试验管线 为了对安注箱止回阀进行泄漏试验 提供了试验管线 每个安注箱装有一只安全阀 使用水压试验泵可以从换料水箱向安注箱充水并调节其水位 试验泵最大流量为6m3 h 最大流量下总压头为240bar 试验泵是两机组共用 除用于一回路水压试验外 也用来从换料水箱向安注箱充水 此外 在上充泵停运的情况下 试验泵还能提供主泵的轴封水 1 2 3 蓄压箱 电动隔离阀 N2 N2 换料水箱 安全壳 水压试验泵 一回路冷管段 在冷却剂管道大破裂 冷却剂压力急剧降低时使用 以淹没堆芯和保证堆内水的流动 以便导出余热 低压注射管系在冷却剂压力降到0 7MPa时由安全注射信号启动 将换料水箱中的含硼水注入每个环路的冷管段 当换料水箱含硼水被汲完 水位低到一定程度 后 低压安全注射泵可改为抽取安全壳底部的地坑水 3 低压安注系统 有些压水堆核电厂设计中 以余热排出泵兼做低压安全注射泵 低压安注系统流程 一回路破口后的压力变化 安注系统的运行 当核电厂功率运行时 除了浓缩硼酸溶液的再循环回路在连续运转外 RIS系统处于备用状态 为了保证尽快地实现安全功能 除蓄压箱注入系统布置在安全壳内离堆非常近的地方外 RIS系统的其余设备均布置在核辅助厂房内 以减少由于冷却剂管道破裂产生的飞射物引起的风险 安注过程 1 冷段直接注入阶段这一阶段是利用一回路冷却剂正常运行时的流向 使硼酸溶液尽快地注人堆芯 一旦接到 安注 信号 立即自动执行以下动作 启动第二台高压安注泵 打开高压安注泵与换料水箱之间的隔离阀 然后关闭与容控箱之间的隔离阀 当一回路压力低于安注箱绝对压力 约4 2MPa 时 中压安注系统开始注入 当一回路绝对压力降到1 0MPa以下时 低压安注流量开始进入一回路冷段 在直接注人阶段换料水箱中的水位不断下降 其水位与贮水量的对应关系 当出现低水位信号 MIN2 时 进入再循环过渡阶段 这时如果低压安注泵流量小于300m3 h 自动打开低压安注泵通往地坑的最小流量管线 隔离通往换料水箱的最小流量管线 以防止在再循环阶段地坑的高放射性液体污染换料水箱 2 再循环阶段当换料水箱出现低一低水位信号 MIN3 而且安注信号继续存在时 安注自动转入再循环阶段 切换动作是 低压安注泵吸入端接地坑的阀门开启 在证实接地坑的两个阀门开启后隔离换料水箱 开始从地坑取水进行再循环 3 冷 热段同时注入把安注从冷段注入切换到冷段和热段同时注入的时间是在事故后12 5小时 由操纵员在主控室进行 冷 热段同时注入时 以热段注入流量为主 而冷段注入只通过旁路阀门进行 主阀门关闭 4 在发生LOCA后24小时 进入长期再循环阶段 在安注信号发出的同时 还引起下列自动操作 1 反应堆紧急停闭 2 安全壳隔离和停止通风 3 汽机脱扣 4 二回路蒸汽发生器正常给水隔离 5 辅助给水投入 6 应急柴油发电机组启动 二 安全壳 压水堆核电厂的安全壳内设置了核蒸汽供应系统的大部分系统和设备 即反应堆 一回路主系统和设备 余热排出系统等 1 在发生失水事故或地震时 承受事故产生的内压力 防止堆厂房内放射性物质外逸 以免污染环境 设计准则通常按历史最大地震或失水事故考虑 2 保护重要设备 防止受到外来袭击 如飞机坠毁 的破坏 3 是放射性物质和外界之间的最后一道生物屏障 主要功能 安全壳型式 综合考虑材料 性能 形式 厂址 输出功率 经济性和安全性等因素 压水堆核电厂具有代表性的安全壳型式有 a 双层球形钢安全壳 前联邦德国核电站采用 b 钢筋混凝土安全壳 美国早期核电站采用 c 预应力混凝土安全壳 秦山 大亚湾 d 双层预应力混凝土安全壳e 冰冷式安全壳 1 双层球形钢安全壳双层球形钢安全壳的内层为密闭 承压的钢安全壳 外层为钢筋混凝土二次包容壳 起生物屏蔽和外部事件屏障作用 两层壳之间的环形空间内设有负压系统 在事故时可保持负压 负400Pa 这样 从钢壳泄漏至环室的放射性气体只能经过过滤净化后 方能从排气烟囱排放 大大降低了放射性物质对环境的污染 它的优点是 1 具有最经济的几何形状 安全壳内有用体积最大 2 球形壳能承受全部内压薄膜载荷 不会将其传递给相邻结构 3 环形空间内可以安置安全系统的设备 管道 电缆托架系统 这种全压式双层安全壳在德国电站联盟压水堆核电厂采用 2 钢筋混凝土安全壳 钢筋混凝土安全壳通常采用双层结构 外层钢筋混凝土壳为生物屏蔽层 内层钢壳起承压密封作用 其形式有圆柱形和球形两种 图为美国早期建造的电功率为800MW压水堆核电厂安全壳 直径约40m 钢板厚度38mm 半球顶 椭球底 二次包容壳为椭球顶盖的圆柱形钢筋混凝土结构 两层壳之间留有1 5m宽的环形空间 环腔内呈负压 从钢壳泄漏至环腔的放射性气体只有经过过滤净化后方能从排气烟囱排放 以降低放射性物质对环境的污染 3 预应力混凝土安全壳 带密封钢衬里的单层预应力混凝土安全壳是一座支承在厚的钢筋混凝土筷基上的带穹顶的圆柱形混凝土壳 圆筒壁和穹顶埋有后张预应力钢束 内壁用6 35至12 70mm厚的薄钢板焊接成为气密性钢衬里 这种形式的安全壳广泛用于美国 法国 日本的900 1300MW压水堆核电厂中 结构 筒壁为圆柱形 顶盖呈椭球形 其内径约40m 最高处标高约60m 基础最低处标高约负15m 安全壳总高75m 混凝土壁厚约1m 其设计限值为 相对压力0 42MPa 最高平均温度145 在失水事故峰值压力时 安全壳内气体泄漏率低于0 3 24h 正常运行时 安全壳内压力维持在0 0985 0 106MPa 绝对压力 平均温度在45 以下 4 双层预应力混凝土安全壳 单层预应力混凝土安全壳的钢衬一旦破裂 其密衬就遭到破坏 因此 从提高安全性方面考虑 有改用双层安全壳的趋向 90年代初期建造的1300MW压水堆核电厂均采用这种结构 其特点是 取消内层预应力安全壳的钢衬里 增加外层二次包容壳 从而降低了安全壳的热应力水平 这种安全壳内 四周有一个环形冷藏室 其中装有含硼的冰块 正常运行时 制冷设备使冰块保持在凝固状态 失水事故后 一回路释放的蒸汽首先经过冰冷凝器 而后进入安全壳上部空间 冰冷凝器起到吸热降压的作用 这种设计安全壳压力低 容积小 但设备费和运行费高 没有得到普及 4 冰冷式安全壳 穹顶在吊装中穹顶内部 吊装环吊的大梁穹顶钢束张紧 安全壳在建造中150吨穹顶吊装 安全壳变形测量安全壳阀门局部泄漏试验 安全壳贯穿件 安全壳设有各种供穿过安全壳管道用的机械贯穿件和穿过安全壳电缆用的电气贯穿件 贯穿件锚固在安全壳壁中 主要的贯穿件有 1 设备闸门 重型设备的进出口 直径7 4m 滑动门封住 2 人员闸门 直径为2 9m的双封门钢构件 双门有连锁机构 不能同时开启 3 燃料运输管 一端为电动闸 另一端为密封塞 4 管道 电缆贯穿件 为了不使贯穿件处泄漏 均有特殊设计 各种电缆 管道的贯穿件的结构所示 安全壳贯穿件 功能 主要作用 当一回路失去冷却剂 或蒸汽管道破裂事故情况下 使安全壳内部温度和压力保持在可以承受的值 以确保安全壳这最后一道屏障的完整性 三 安全壳喷淋系统 EAS 还能带走失水事故时散布在安全壳内的裂变产物 如放射性碘 和扑灭反应堆冷停闭时安全壳内发生的火灾 当其它方法无效时 安全壳喷淋系统所要排除的热量来自于 1 反应堆剩余功率 2 一回路构件和流体的显热 3 二回路所带的能量 4 锆 水反应的能量 问题 1 最初的喷淋水中加入一定量NaOH的目的 2 安全壳喷淋系统如何使失水事故时安全壳的压力和温度保持在所允许的数值之内 安全壳喷淋系统 安全壳喷淋系统 EAS 安全壳 喷淋管线 设备冷却水 安全壳喷淋热交换器 喷淋泵 NaOH贮藏箱 换料水箱 地坑 本系统由两条冗余而又相互独立的包含喷淋泵 两台喷淋水热交换器和一个氢氧化钠贮存箱 以及管道 阀门的系列组成 每个系列能保证100 的喷淋功能 两组喷嘴安装在安全壳圆顶下不同高度的两条喷淋环管上 喷淋泵与集水地坑之间有专设的管道相连 系统描述 喷淋管及喷头四条环形喷淋管 每个系列两条 以反应堆厂房中心线为中心固定在安全壳的拱顶上 共有506只喷头 两个系列的喷头数分别为252和254只 喷出水滴平均直径为0 27mm 系统运行时每一系列能覆盖安全壳内的全部面积 直接喷淋 发生失水事故 安全壳压力过高 0 24MPa 时 EAS的喷淋隔离阀自动打开 喷淋泵自动启动 把换料水箱中的冷硼水喷入整个安全壳内 使蒸汽凝结 降温降压 再循环喷淋 稍后阶段 在换料水箱低水位信号 MIN3 的作用下 切换为从地坑取水 做再循环喷淋 由此 使事故时安全壳的压力和温度保持在所允许范围内 在最初的喷淋水中加有一定量的氢氧化钠 以提高喷淋水的PH值 来除去空气中对人体危害最大的放射性碘 安全壳喷淋系统的运行 1 待命状态正常运行时 EAS待命 2 安全壳喷淋信号出现安全壳压力偏高信号 阈值约为0 26MPa 安全壳压力由安全壳大气监测系统 ETY 的4个压力探测器测量 2 4逻辑 从控制室手动操作3 直接喷淋阶段喷淋信号启动后 各项动作下 来自PTR001BA 换料水箱 的含硼水以814m h喷入 每个系列以14t h的流量将NaOH溶液注入喷淋水内 2NaOH I2 NaI NaIO H2O4 再循环喷淋20分钟后 PTR001BA的水位到达MIN3时 报警 转向再循环喷淋 蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设安全系统之一 用于保证蒸汽发生器的给水 以便维持一个冷源 确保反应堆热量的导出 四 蒸汽发生器辅助给水系统 ASG 在主给水系统失效或故障的情况下 辅助给水系统向蒸汽发生器提供给水 在反应堆启动时 由该系统为蒸汽发生器充水 在反应堆热备用或热停闭状态时 或反应堆冷停闭而余热排出系统尚未投入运行之前 向蒸汽发生器提供给水 当核电厂发生失水事故 蒸汽管道破裂事故或给水管道破裂事故 主给水系统被切除时 辅助给水系统自动投入 功能 蒸汽发生器 蒸汽发生器正常给水 主蒸汽管线 大气 200m3 h 抗震水箱790m3 除盐水 生水 生水 100m3 h 100m3 h 去蒸汽发生器2 去蒸汽发生器2 去蒸汽发生器3 去蒸汽发生器3 蒸汽发生器辅助给水系统 由于蒸汽发生器辅助给水系统是核电厂的专设安全设施 这就要求系统必须具有两个主要特性 设备的冗余或多重性 以及在反应堆正常运行期间系统中所有设备均可随时投入运行 1 水源辅助给水贮存箱有足够大的容积 900MW核电厂辅助给水贮存箱有效容积为790m3 它是根据停堆后6h内带走反应堆余热和运行主泵的热量 把一回路冷却至177oC的要求设计 水箱上部充有略高于大气压的氮气 以免空气进入使水再次氧化 辅助给水贮存箱由二回路凝结水抽取系统提水 2 辅助给水泵一个系列由两台50 容量 水冷却的电动辅助给水泵组成 另一个系列由一台100 额定流量的汽动辅助给水泵 由反应堆厂房主蒸汽管道隔离阀上游处抽出的蒸汽来驱动 蒸汽供应可得到保证 系统的布置应使系统中两个系列之间相互隔离 两台电动给水泵安置在同一房间 电动辅助给水泵的轴线与汽动辅助给水泵的轴线垂直 以免相互受到来自对方飞射物的影响 主给水 硼和水补给系统 核岛 常规岛除盐水分配系统 脱气装置的工作原理如下 除盐水在5 40 的温度下进入再生热交换器 离开热交换器时温度为88 5 96 之间 水从脱气器顶部喷出雾化 不凝结性气体从脱